Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
PANDUAN PENGGUNAAN SRAC
“sebaik-baik manusia adalah yang paling bermanfaat bagi manusia” (HR. Tirmizi)
Ku Persembahkan Tulisan Ini kepada Sahabat Seperjuangan Demi Kemajuan Pengetahuan dan
Teknologi Nuklir di Indonesia
Pemograman SRAC (Standart Thermal reactor Analysis Code System), yang dikembangkan oleh JAERI
(Japan Atomic Energy Research Institute) merupakan program yang digunakan untuk perhitungan dan simulasi
desain neutronik suatu reaktor. SRAC adalah program komputasi neutronik deterministik yang komplit, karena
dilengkapi oleh berbagai modul/routine yang disesuaikan dengan tujuan penggunaan program. PIJ adalah
modul/routine untuk menghitung neutronik tingkat sel bahan bakar dengan metode matriks probabilitas
tumbukan sebagai langkah awal analisa perancangan reaktor nuklir. CITATION merupakan modul/routine
untuk menyelesaikan persamaan difusi multigrup. Jenis modul/routine yang lainnya yaitu ANISN,
TWOTRAN, dan TUD.
Pustaka nuklida SRAC terdiri dari tiga pustaka cross section (penampang lintang) yaitu pustaka Fast
untuk menginstal cross-sections grup Fast, pustaka Thermal untuk menginstal cross-section grup termal, dan
pustaka MCROSS untuk menginstal cross-section pada daerah resonansi yang biasa digunakan pada PEACO
routine. Salah satu contoh pustaka nuklida adalah JENDL-3.2.
Dalam sistem SRAC, semua informasi coding seperti cross-section (penampang lintang) dan fluks
tersimpan dalaam suatu format yang kita sebut dengan PDS (partitioned data set). Coding SRAC menggunakan
10 PDS file:
- PFAST : Pustaka Fast (hanya dibaca)
- PMCROSS : pustaka MCROSS untuk PEACO (hanya dibaca)
- PTHERMAL : Pustaka Termal (hanya dibaca)
- UFAST : pengguna pustaka Fast
- UMCROOS : pengguna pustaka MCROSS untuk PEACO
- UTHERMAL : pengguna pustaka Termal
- MICREF : pustaka pengguna yang berisi data penampang lintang mikroskopik
- MACROWRK : pustaka pengguna yang berisi adta penampang lintang makroskopik
- MACRO : data penampang lintang makroskopik oleh pengguna.
- FLUX : distribusi fluks pada beberapa grup struktur
Dibawah ini contoh PIJ untuk Fast Breeder Reactor (FBR), silahkan dilihat dulu
#!/bin/csh
#
###############################################################
###
#
# << run SRAC >>
#
# by Keisuke OKUMURA (E-mail:[email protected])
#
###############################################################
###
# Cell calculation for Lead-cooled Fast Reactor
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
###############################################################
###
#
# Fortran logical unit usage (allocate if you need)
#
# The meaning of each file depends on sub-programs used in SRAC.
# [ ]:important files for users.
#
# 1 binary (ANISN,TWOTRAN,CIATION)
# 2 binary (ANISN,CITATION), scratch
# 3 binary (SRAC,ANISN,TWOTRAN,CITATION), scratch
# 4 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN), scratch
# [ 5] text:80 standard input
# [ 6] text:137 standard output, monitoring message
# 8 binary (ANISN,TWOTRAN), angular flux in TWOTRAN
# 9 binary (TWOTRAN,CITATION)
# flux map in CITATION, angular flux in TWOTRAN
# 10 binary (ANISN,TWOTRAN,CITATION), scratch
# 11 binary (TWOTRAN,CITATION), Sn constants in TWOTRAN
# 12 binary (TWOTRAN), restart file for TWOTRAN
# 13 binary (TWOTRAN,CITATION), restart file for TWOTRAN & CITATION
# 14 binary (TWOTRAN,CITATION), scratch
# 15 binary (CITATION), scratch (fast I/O device may be effective)
# 16 binary (CITATION), scratch
# 17 binary (CITATION), fixed source in CITATION
# 18 binary (CITATION), scratch
# 19 binary (CITATION), scratch
# 20 binary (CITATION), scratch
# 21 binary (PIJ), scratch
# 22 binary (PIJ,CITATION), scratch
# 26 binary (CITATION), scratch
# 28 binary (CITATION), scratch
# 31 text:80 (SRAC-CVMACT,CITATION), macro-XS interface for CITATION
# 32 binary (PIJ,ANISN,TWOTRAN,TUD,CITATION)
# fixed source for TWOTRAN, power density map in CITATION
# 33 binary (PIJ,TWOTRAN,TUD), total flux in TWOTRAN & TUD
# 49 device internally used to access PDS file
# [50] text:80 burnup chain library (SRAC-BURNUP)
# 52 binary (SRAC-BURNUP), scratch
# 81 binary (PIJ), scratch
# 82 binary (PIJ), scratch
# 83 binary (PIJ), scratch
# 84 binary (PIJ), scratch
# 85 binary data table (PIJ), always required in PIJ
# [89] plot file : PostScript (SRAC-PEACO,PIJ)
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
# 91 text:80 (CITATION), scratch
# 92 binary (CITATION), scratch
# 93 text:80 (SRAC-BURNUP), scratch
# 95 text:80 (SRAC-DTLIST), scratch
# 96 binary (SRAC-PEACO), scratch
# 97 binary (SRAC-BURNUP), scratch
# [98] text:137 (SRAC-BURNUP) summary of burnup results
# [99] text:137 calculated results
#
#=============================================================
#
alias mkdir mkdir
alias cat cat
alias cd cd
alias rm rm
#
#============= Set by user ===================================
#
# LMN : load module name
# = SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), ....
# BRN : burnup chain library data
# =ucm66fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 65+1 FP & B-10 (standard model)
# =thcm66fp : Th-Pa-U-Np-Pu-Cm & 65+1 FP & B-10 (Th model)
# =ucm34fp : U-Np-Pu-Am-Cm & 30+4 FP & B-10 (simple FP model)
# ODR : directory name in which output data will be stored
# CASE : case name which is refered as names of output files and PDS
# WKDR : directory name in which scratch PS files will be made and deleted
# PDSD : directory name in which PDS files will be made
#
set LMN = SRACsc.30m {sesaat setelah Instalasi srac kita akan ketahui nama modul yang akan kita gunakan
untuk menjalankan coding SRAC, bisa SRACsc.30m(Scalar,30M), SRACvp.50m(Vector,50M), itu semua bisa
di cek di BIN nya)
set BRN = ucm66fp {data pustaka burn-up, jika menggunakan bahan bakar uranium, awalnya U, dan
Thorium diawali dengan T, itu dapat dilihat dipenjelasan BRN diatas}
set ODR = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 {ini tempat penyimpanan hasil output, jadi sahabat bisa
mengatur disini dimana maunya sahabat meletakkan hasil keluarannya}
set CASE = U60 {ini nama hasil keluaran untuk kasus sahabat, hak sahabat menamainya }
set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10 {nah ini dimana PDS yang dibuat akan disimpan}
#
#============= mkdir for PDS ================================
#
# PDS_DIR : directory name of PDS files
# PDS file names must be identical with those in input data
#
set PDS_DIR = $PDSD/$CASE
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
mkdir $PDS_DIR
mkdir $PDS_DIR/UFAST
mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL
mkdir $PDS_DIR/UMCROSS
mkdir $PDS_DIR/MACROWRK
mkdir $PDS_DIR/MACRO
mkdir $PDS_DIR/FLUX
mkdir $PDS_DIR/MICREF
#
#============= Change if you like ============================
#
set SRAC_DIR = $HOME/SRAC
set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN
set DATE = `date +%b%d.%H.%M.%S`
set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE
mkdir $WKDR
#
setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN
setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat
# setenv fu89 $ODR/$CASE.SFT89.$DATE
setenv fu98 $ODR/$CASE.SFT98.$DATE
# setenv fu99 $ODR/$CASE.SFT99.$DATE
set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06.
{ini semua jenis data yang ingin di keluarkan dari hasil Running coding SRAC, seperti setenv 98 yang tidak ada
tanda (kres) # nya, berarti kita menginginkan SFT98 nya keluar, nanti akan dijelaskan apa-apa saja yang
dikeluarkan oleh SFT98. Setenv 99 ada # nya sehingga tidak akan keluar hasilnya di ORD nya kita, biasanya
berisikan hasil utama perhitungan. Sedangkan SFT06 merupakan file keluaran standar, dimana kita cek apakah
telah dapat mengakses rekaman PDS, adanya pesan warning atau error dan coding yang kita masukkan telah
terbaca semua, dengan adanya kata “END OF SRAC CALCULATION” }
Takut lupa… hehehee,,,, mari disini saja dibahas apa aja sich yang dikeluarkan oleh SFT98:
Nah… keluaran SFT98 ternyata berisikan hal-hal sebagai berikut:
- Days : akumulasi periode burn-up dalam hari
- MWD/T : exposure (MWt*days per metric-ton)
- UO5-% : fraksi dari deplesi number density U-235
- K-eff : faktor multiplikasi neutron efektif
- K-inf : factor multiplikasi neutron infinitive
- INST.C.R : rasio konversi instan
- INTE.C.R : rasio konversi integral {contoh bisa menentukan rasio konversi uranium -
plutonium}
- MWD : exposure (MWt*days)
- POWER(MW) : daya termal cell
- TON-HM : penemuan logam berat dalam metric-ton (=103 kg)
- FLUX LEVEL : 1 grup fluks level (n/cm2-sec)
- FIS.ABSOR : absorbsi nuklida fisil (n/sec)
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
- FIS.DECAY : peluruhan nuklida fisil (n/sec)
- FER.CAPT : tangkapan nuklida fertile (n/sec)
- POW (MW/CC) : power density (MWD/cm3)
- ENERGY/FIS : energy rata-rata per fisi (Joule/fisi)
- XE-135 YD : fisi rata-rata dari X-135
- I-135 YD : fisi rata-rata dari I-135
- SM-149 YD : fisi rata-rata dari Sm-149
- PM-149 YD : fisi rata-rata dari Pm-149
#
#============= Exec SRAC code with the following input data =============
#
cd $WKDR
cat - << END_DATA | $LM >& $OUTLST
FBR1 {nama kasus}
Cell Burnup Calculation by PIJ {keterangan nama kasus}
1 0 1 0 0 0 0 3 -2 0 0 1 1 0 1 0 1 0 0 1 / {SRAC CONTROL}
{ket: ada 20 option control:
IC1 > 1: routine metode probabilitas tumbukan (CPM)
IC2 > 0: none of routine is used (spesifik routine untuk mode eigenvalue dijelaskan oleh IC12)
IC3 > 1: routine untuk mendapatkan factor koreksi Dancoff dengan perhitungan CPM
IC4 > 0: indicator range energy untuk neutron reaktor cepat
IC5 > 0: proses penyerapan resonansi padaa range resonansi menggunakan interpolasi Bondarenko oleh
pendekatan NR
IC6 > 0: indicator untuk mendapatkan rata-rata volum-fluks cross-section, dilakukan proses SKIP
IC7 > 0: seleksi proses untuk mendapatkan spasial distribusi fluks pada masing-masing range energy; 0
untuk mode masalah eigen value (IC2=0, IC12≠0)
IC8 > 3: seleksi energy range dan mesh, IC8=3 biasanya direkomendasikan karena memiliki interval
perubahan energy 0.00025
IC9 >-2: indicator untuk memanggil HOMOSP dengan pendekatan B1
IC10> 0: indicator untuk memanggil CONDENSE; SKIP
IC11> 0: indicator untuk memasukkan/tidak informasi geometri; 0 untuk membaca geometri baru
IC12> 1: seleksi routine untuk mode eigenvalue, PIJ (CPM)
IC13> 1: indicator memanggil CONDENSE mode eigenvalue, IC10=0, IC13=1
IC14> 0: tidak digunakan
IC15> 1: seleksi proses mengartikan mikroskopik total cross-section, untuk kepentingan analisis FBR
gunakan IC15=1
IC16> 0: indicator bagaimana pembentukan cross-sections makroskopik transport (tumbukan), 0 untuk
aproksimasi transport extended
IC17> 1: koefisien difusi dibuat dari inversi grup cross-section transport
IC18> 0: SKIP indicator untuk memanggil reaksi perhitungan
IC19> 0: pembentukan Cross-section makroskopik; the most brief edit
IC20> 1: eksekusi perhitungan BURN-UP
2.77396E-4 / {GEOMETRICAL BUCKLING}
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast Old File
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml O F
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs O F
$PDS_DIR/UFAST NEW Core
$PDS_DIR/UTHERMAL S C
$PDS_DIR/UMCROSS S C
$PDS_DIR/MACROWRK N C
$PDS_DIR/MACRO NEW C
$PDS_DIR/FLUX N C
$PDS_DIR/MICREF N C
{set data spesifikasi untuk file PDS. Berikan keterangan mode PDS file, =New : new file, berarti
kita menggunakan data baru
=Old : old file,
=Scratch : Scratch File, berarti filenya hanya dibaca
=File : direct I/O access to file
=core : I/O access on image PDS file on core memory [core ebih spesifik]
*Pemberian karakter hanya dengan huruf capital saja juga bisa..
74 0 8 0 / 74 group => 8 group
{- number of fast neutron group (NEF≤74)
- number of thermal neutron group (NET≤48, NEF+NET≤107), enter 0, jika IC4=0
- number of the fast few-groups (8)
- number of the thermal few-groups (0) }
74(1) / {no collaping from pfast ke ufast}
8 8 8 8 8 8 8 18 /{number of the user fast group in each condensed fast group (NECF), jumlah NECF
= NEF}
& Pij for cylindrical cell with white boundary condition
3 6 6 3 1 0 6 0 0 0 5 0 16 15 0 0 45 0 / Pij Control
{PIJ:CPM control:
3 : tipe geometri 1D silinder konsentrat
6 : total number of Sub-region> aturan banyak s-region fix oleh model geometri, S-region untuk ke
praktisan, dan tidak ada hubungan langsung dengan akurasi perhitungan fluks
6 : total number of T-region > a unit of spatial division used in thermal flux calculation
3 : total number of R-region > the spatial division in the whole energy range. Material is allocated to each R-
Region
1 : total number of X-region > corresponds to whole unit cell of which homogenized cross-section are
provided to the core calculation
0 : isotropic reflaction untuk kondisi batas perhitungan cell
6 : NX > number of mesh intervals for R division
0 : tidak perlu karena IGT=3
0 : tidak perlu karena IGT=3
0 : tidak perlu karena IGT=3
5 : minimum number of lattice cells traced by neutron path untuk transparat atau sel kecil
0 : Skip print edit control untuk probabilitas collision
16: order integrasi gauss untuk numerical radial
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
15: number of division of the range IBETM
0 : tidak perlu karena IGT=3
0 : tidak perlu karena IGT=3
45: octant simetri square geometri, sebenarnya efektif untuk IGT=4 - 16
0 : SKIP plotting }
6 50 50 5 5 5 -1 0.0001 0.00001 0.001 1.0 10. 0.5 /
{6 : print out makroskopik cross-section dan probabilitas tumbukan
50: maksimum inner iterasi
50: maksimum outer iterasi
5 : minimum iterasi sebelum ekstrapolasi
5 : banyak iterasi untuk percobaan factor relaksasi
5 : minimum delay between extrapolasi
-1: print detail record
0.0001 : kriteria konvergen untuk inner iterasi
0.00001: kriteria konvergen untuk outer iterasi
0.001 : kriteria ekstapolasi
1.0 : inisial factor relaksasi <1.2>
10 : maksimum ekstrapolasi <100>
0.5 : factor ekstapolasi bawah <0.8>
1 1 1 2 3 3 / S-R
3(1) / X-R
1 2 3 / M-R
0.00000 0.254 0.5110 0.5422 0.5751 0.658 0.7 / RX {x abscissa, radius atau jarak dari pusat(cm)
3 / NMAT {number of material}
FUC1F0XX 0 8 1100.0 1.084 0.00000 /FUEL
{- FUC1 identifikasi material, karakter pertama harus alphabet, F menandakan Fast, 0 step burnup
- 0 : not used
- jumlah komposisi nuklida
- temperature material dalam kelvin
- mean chord length, untuk 1D silinder dengan radius a, l = 2a
- karena IC3≠0}
XU050000 2 1 2.45099E-04
XU080000 2 1 3.37883E-02
XPU80000 2 1 0.00000E+00
XPU90000 2 1 0.00000E+00
XPU00000 2 1 0.00000E+00
XPU10000 2 1 0.00000E+00
XPU20000 2 1 0.00000E+00
XN050000 2 0 3.40334E-02
{- identifikasi nuklida, X biasa digunakan, UO symbol nuklida, 5 digit terakhir nomor massa isotope, 0 untuk
model gas bebas, 0,0,0 biasa digunakan
- 2 indikator menulis cross-section mikroskopik pada file UMCROSS setelah perhitungan PEACO
- densitas nuklida (1024 particle/cm3)
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
CLD1F02X 0 7 800.0 0.1673 0.00000 /CLADDING
{- untuk material cladding mean chord length, untuk 1D hollow silinder dengan radius inner a dan radius
outer, l = 2b(1-(a/b)2) }
XNIN0000 0 0 5.72300E-02
XCRN0000 0 0 1.66488E-02
XMON0000 0 0 1.92383E-03
XFEN0000 0 0 5.49916E-03
XC020000 0 0 2.62639E-05
XSIN0000 0 0 2.74565E-03
XCUN0000 0 0 1.95228E-03
COO1F0XX 0 4 700 0.4200 0.00000 /COOLANT
XBI90000 0 0 1.56678E-02
XPB60000 0 0 3.53343E-03
XPB70000 0 0 3.24020E-03
XPB80000 0 0 7.88791E-03
& burnup unit
50 3 1 3 0 2 0 0 0 0 10(0) /
{50: banyak step burnup (mxstep=50)
3 : integrated burn-up by day
1 : normal burn-up calculation
3 : detailed information for debugging
0 : use defaulted definition of conversion ratio
2 : write cross-section of whole depleting nuclides
0 : update at each burnup step (disarankan)
0 : defaulted of maximum length of decay chain
0 : hitung nomor densiti semua nuklida
0 : depletion material
10: periode refueling
1.561125E-05 2.015966E-05 2.449020E-05 2.857210E-05 3.239722E-05
1.166945E-06 1.290916E-06 1.435000E-06 1.603144E-06 1.798623E-06
2.606665E-06 2.945495E-06 3.342239E-06 3.805650E-06 4.346000E-06
7.203309E-06 8.289792E-06 9.560521E-06 1.104343E-05 1.277111E-05
2.134484E-05 2.490931E-05 2.902122E-05 3.373318E-05 3.909767E-05
6.381900E-05 7.391972E-05 8.480563E-05 9.633913E-05 1.083587E-04
1.645763E-04 1.803162E-04 1.944360E-04 2.066601E-04 2.168318E-04
2.891414E-04 2.896307E-04 2.868889E-04 2.816346E-04 2.744955E-04
3.064137E-04 2.864596E-04 2.676302E-04 2.500194E-04 2.336195E-04
1.970177E-04 1.809809E-04 1.672920E-04 1.554909E-04 1.451860E-04
{termal power(MWt/cm), rancangan awal untuk modul PIJ ini dilakukan tebakan untuk 50 nilai daya
distribusi (50 tahun periode burn-up ~ 100 tahun operasi reaktor)}
720 1440 2160 2880 3600 4320 5040 5760 6480 7200 7920 8640 9360 10080
10800 11520 12240 12960 13680 14400 15120 15840 16560 17280 18000 18720
19440 20160 20880 21600 22320 23040 23760 24480 25200 25920 26640 27360
28080 28800 29520 30240 30960 31680 32400 33120 33840 34560 35280 36000
{burnup periode}
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
/
0 / peaco plot
END_DATA
#
#======== Remove scratch PS files
===========================================
#
cd $HOME
rm -r $WKDR
#
#======== Remove PDS files if you don't keep them ===========================
#
# rm -r $PDS_DIR
#
#
# rm -r $PDS_DIR/UFAST
# rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL
# rm -r $PDS_DIR/UMCROSS
# rm -r $PDS_DIR/MACROWRK
# rm -r $PDS_DIR/MACRO
# rm -r $PDS_DIR/FLUX
# rm -r $PDS_DIR/MICREF
Terkadang, pada file Makro tidak terdapat file untuk reflektor, oleh sebab itu perlu di running juga coding untuk
reflektor pada program SRAC. PIJ untuk reflektor tidak berbeda jauh dari rancangan PIJ untuk 1 pin bahan
bakar, diantaranya yang biasa diubah adalah:
- set CASE {berikan nama yang berbeda dengan nama PIJ awal misalnya set CASE=U60R}
- case name { berikan nama yang berbeda dengan nama PIJ awal misalnya REFL}
- PIJ control, blok pertama bagian 5 yang merupakan total number X-region biasa diisi dengan 2
- Dengan begitu, blok 5 akan menjadai 1 1 2
Persamaan difusi multigrup dapat diselesaikan dengan menggunakan routine CITATION. Bahasan
neutronik untuk reaktor secara keseluruhan yang telah mencangkup teras reaktor dapat dianalisis menggunakan
routine citation ini.
set LMN = SRACsc.30m
set BRN = ucm66fp
set ODR = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10
set CASE = cit_U60
set PDSD = $HOME/SRAC/smpl/shr/U60/10
#
#============= mkdir for PDS ================================
#
# PDS_DIR : directory name of PDS files
# PDS file names must be identical with those in input data
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
#
# set PDS_DIR = $PDSD/$CASE
set PDS_DIR = $PDSD/U60 {karena kita memisahkan antara PIJ dan CITATION, dan kita masih
memerlukan data Makro yang keluarkan oleh PIJ, oleh sebab itu, kita harus kembali memanggil data PDS yang
telah dikeluarkan oleh PIJ sebelumnya}
# mkdir $PDS_DIR
# mkdir $PDS_DIR/UFAST
# mkdir $PDS_DIR/UTHERMAL
# mkdir $PDS_DIR/UMCROSS
# mkdir $PDS_DIR/MACROWRK
# mkdir $PDS_DIR/MACRO
# mkdir $PDS_DIR/FLUX
# mkdir $PDS_DIR/MICREF
#
#============= Change if you like ============================
#
set SRAC_DIR = $HOME/SRAC
set LM = $SRAC_DIR/bin/$LMN
set DATE = `date +%b%d.%H.%M.%S`
set WKDR = $HOME/SRACtmp.$CASE.$DATE
mkdir $WKDR
#
setenv fu50 $SRAC_DIR/lib/burnlibT/$BRN
setenv fu85 $SRAC_DIR/lib/kintab.dat
# setenv fu89 $ODR/$CASE.SFT89.$DATE
# setenv fu98 $ODR/$CASE.SFT98.$DATE
setenv fu99 $ODR/$CASE
set OUTLST = $ODR/$CASE.SFT06
#
#============= Exec SRAC code with the following input data =============
#
cd $WKDR
cat - << END_DATA | $LM >& $OUTLST
CORE { name case untuk teras reaktor}
SAMPLE FOR CITATION-2D(R-Z), 1/4 CORE
0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 5 0 0 1 0 1 0 0 0 / SRAC CONTROL
{1 = collapse before the eigenvalue mode calculation
5 = mode eigenvalue CITATION (multi-dimension diffusion)
1 = untuk analisis FBR
1 = koefisien difusi dibuat dari inversi grup cross-section transport}
1.0000E-20 / BUCKLING (NOT EFFECTIVE)
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pfast Old File
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pthml O F
$HOME/SRACLIB-JDL32/pds/pmcrs O F
$PDS_DIR/UFAST O Core
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
$PDS_DIR/UTHERMAL O C
$PDS_DIR/UMCROSS O C
$PDS_DIR/MACROWRK O C
$PDS_DIR/MACRO O C
$PDS_DIR/FLUX O C
$PDS_DIR/MICREF O C
{semua data PDF bertanda Old, yang berarti menggunakan PDS yang telah ada yang telah dibuat oleh PIJ
sebelumnya}
& Caution : Directory for PDS will not be made or deleted in program.
& If you set Scratch, members will be deleted.
74 0 8 0 / 74 group => 8 group
74(1) /
8 8 8 8 8 8 8 18 /
11 0 -1 / NM NXR ID
{NM = number of zone, atau dengan kata lain, pembagian wilayah untuk bahan bakar
NXR= jumlah x-region untuk homogeny fluks
ID = pilihan koefisien difusi; -1 menyatakan pemilihan D1 pada makroskopik SRAC untuk Citation }
1 1 / IXKI IDELAY (CALCULATE KINETICS PARAMETERS)
{IXKI = spectrum material digunakan untuk material yang tergantung spectrum fisi neutron
IDELAY = pilihan untuk menghitung parameter kinetic}
5.0CM MESH SIZE IN EACH DIRECTION
EPS(FLUX) < 1.0E-4, EPS(KEFF) < 1.0E-5, ZONE 4:BLACKNESS
001
0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0
{NGC1 = pilihan deplesi; 0 (suppressed)
NGC2 = restart option; 0 (no restart)
NGC3 = SKIP
NGC4 = not used
NGC5 = pilihan untuk menyimpan cross-section makroskopik; 0(suppressed)
NGC6 = pilihan untuk menulis map fluks neutron; 0 skip
NGC7 = pilihan untuk informasi mesh dan distribusi power density
NGC8 = SKIP
NGC9 = not used
NGC10= jenis masalah, 0 untuk perhitungan Keff
NGC11= suppressed
NGC12= 1; opsi untuk menghitung adjoint fluks
NGC13= 0: SKIP untuk pilihan input adjoint fluks; 1: adjoin fluks
NGC14= not used
NGC15= terminate calculation dan proses jika konvergen
NGC16= not used
NGC17= not used
NGC18= nilai factor multiplikasi
NGC19= 0 internaly set
NGC20= not used
NGC21= 0 suppressed
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
NGC22= 0 suppressed
NGC23= 0 inefektif
NGC24= 0 not used}
1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 1
{IEDG1 = print informasi iterasi
IEDG2 = 0 suppressed
IEDG3 = print cross-sections makroskopik scattering, 0=tidak print
IEDG4 = print cross-sections makroskopik reaksi, 0=tidak print
IEDG5 = print gross neutron balance oleh grup
IEDG6 = print gross neutron balance
IEDG7 = 0 suppressed
IEDG8 = 0 suppressed
IEDG9 = print zone fluks rata-rata, 0 = tidak print
IEDG10= print nilai fluks, 0= tidak print
IEDG11= not used
IEDG12= print zone average power density
IEDG13= print relative power density di wilayah hotspot atau peak
IEDG14= print mesh-wise power density
IEDG15= suppressed
IEDG16= print mesh-wise neutron over energy
IEDG17= suppressed
IEDG18-23 = tidak aktif
IEDG24= suppress printing of zone placement on fine mesh}
900
0.
003
0 0 0 0 7 0 0 0 0 0 1 1 0 0 0 0 0 1 0 0 0 0 0 0
{NUAC1 = 0 not used
NUAC2 = 0 use available flux, multiplication factor and acceleration parameters from the previous problem
NUAC3 = not used
NUAC4 = not used
NUAC5 = two-dimensional silinder (R,Z)
NUAC6 = not used
NUAC7 = not used
NUAC8 = SKIP
NUAC9 = SKIP
NUAC10 = not used
NUAC11 = reflected kondisi batas kiri
NUAC12 = reflected kondisi batas atas
NUAC13 = extrapolasi kondisi batas kanan
NUAC14 = extrapolasi kondisi batas bawah
NUAC15 = extrapolasi kondisi batas depan
NUAC16 = extrapolasi kondisi batas belakang
NUAC17 = no internal black absorber
NUAC18 = negative fluk is allowed
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
NUAC19 = menggunakan polynomial chebychev
NUAC20 = for the problem involving up-scattering
NUAC21 = not used
NUAC22 = not used
NUAC23 = use defaulted value
NUAC24 = not used
0.0001 0.00001
{EPSI1 = maksimum perubahan fluks relative
EPSI2 = maksimum eigen value }
0.0 0.0 550.0 1.0 1.0
{XMIS1 = batas ekstrapolasi
XMIS2 = konstan ekstrapolasi
XMIS3 = power level teras dalam MWt
XMIS4 = fission to power conversion factor
XMIS5 = core simetri faktor
004
12 60.00000 12 60.0000 20 100.00000 0 {pembagian region width, lebar = 220 cm}
4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000
4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 4 17.50000 20 100.00000 0 {pembagian region height, tinggi = 270 cm}
005
1 1 11
10 10 11
9 9 11
8 8 11
7 7 11
6 6 11
5 5 11
4 4 11
3 3 11
2 2 11
11 11 11
{angka alokasi zona identifikasi masing-masing wilayah vertical, susunan diatas biasa digunakan untuk
modified candle, dimana 11 menyatakan bahwa itu reflektor, sedangkan 1 – 10 adalah bahan bakar.
Penggunaan bahan bakar pada modified candle adalah untuk 10 tahun pertama digunakan bahan bakar 1,
setelah itu bahan bakar 10 naik, dan digunakan, sedangkan bahan bakar 1 akan turun ke bawah}
008
-2 1 1
{KMAX = gunakan cross section oleh SRAC
IX28 = number of groups for down-scatter
IX29 = number of groups for up-scatter}
999
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 / {MATTERIAL NO. BY ZONE}
11 / NMAT FOR CORE
FBR1F010 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
FBR1F510 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FA10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FF10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FK10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FP10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FU10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1FZ10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1Fe10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
FBR1Fj10 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED INNER FUEL
REFLF020 0 0 0.0 0.0 0.0 / HOMOGENIZED reflektor
END_DATA
#
#======== Remove scratch PS files
===========================================
#
cd $HOME
rm -r $WKDR
#
#======== Remove PDS files if you don't keep them ===========================
#
# rm -r $PDS_DIR
#
# rm -r $PDS_DIR/UFAST
# rm -r $PDS_DIR/UTHERMAL
# rm -r $PDS_DIR/UMCROSS
# rm -r $PDS_DIR/MACROWRK
# rm -r $PDS_DIR/MACRO
# rm -r $PDS_DIR/FLUX
# rm -r $PDS_DIR/MICREF
Sri Oktamuliani [email protected] Magister Fisika ITB
𝑉𝑓𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡 = 0,5𝜋(𝑟𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡
2 )
𝑃2 34
Satu modul CITATION menghasilkan 10 daya distribusi (10 tahun periode burn up ~ 20 tahun
operasi reaktor) baru yang nantinya akan digunakan kembali pada modul PIJ. Untuk desain reaktor ini terdapat
5 modul CITATION karena reaktor yang didesain berumur 100 tahun operasi ~50 tahun periode burn up.
Daya distribusi rata-rata baru yang didapatkan dari modul CITATION yang nantinya akan dijadikan input PIJ,
dimana satuannya harus dikonversi terlebih dahulu dari Wd/cc menjadi MWd/cm dengan cara: 62 10 rPP citPIJ
PPIJ = power density masukkan ke PIJ
Pcit = power density yang diperoleh pada modul CITATION
r = jari-jari pin (cm)
Dari perhitungan menggunakan sistem kode SRAC, didapatkan hasil untuk rancangan reaktor yang
diinginkan. Perhitungan dilakukan dengan cara melakukan iterasi 10 kali sehingga data yang diperoleh
konvergen dengan error < 10-5. Nah error ini biasa dipantau pada nilai Keff nya, jika tidak ada perubahan lagi
pada 3 digit setelah koma untuk nilai Keff nya, maka itu bisa dikatakan telah konvergen, dan data dapat
digunakan dalam penelitian sahabat .
Dibawah ini ada contoh bagaimana cara menentukan fraksi volume bahan bakar, cladding, dan
pendingin. Awalnya tentukan dulu berapa fraksi yang sahabat inginkan, truz atur berapa pitch.. tau apa tuch
pitch ? picth itu jarak dari pusat pin fuel ke pin yang satunya lagii….. nah caranya adalah untuk FBR dapat di
hitung dari:
Begitu lah,,,, mudah bukan
Alhamdulillah atas rahmatnya tulisan ini rampung, semoga bisa memberikan kemudahan bagi
sahabat semuanya.. terimakasih kepada bapak Fiber dan teuh Nunu yang dengan ikhlas menyambut
segala pertanyaan yang melarva di benak saia,, teruntuk pembimbingku yang sabar terhadap
segala tingkahku, terimakasih pak zaki ..pak Novitrian hahahaha.. bu Dian Fitriyani yang telah
mengenalkan aku dengan kekasih Nuklir hehhee…. Apaan ini… di cukupkanlah dengan terimakasih
kepada DIKTI ^_^. Lebih dari kata terimakasih, I LOVE U papa & mama, ayang, abang .
Untuk menentukan atomic density, dapat di download di SCRIBD saya, SRI OKTAMULIANI.
mailto:[email protected]
masih banyak kekurangan…. Dan mohon penyempurnaannya dari sahabat semua,…. Mari kita
saling berbagi ilmu…. insyaAllah barokah.. aminnn
𝑉𝑓𝑐𝑙𝑎𝑑 = 0,5𝜋(𝑟𝑝𝑖𝑛
2 − 𝑟𝑝𝑒𝑙𝑙𝑒𝑡2 )
𝑃2 34
𝑉𝑓𝑐𝑜𝑜𝑙 = 1 −0,5𝜋(𝑟𝑝𝑖𝑛
2 )
𝑃2 34
Top Related